核安全04(确定论基础)

核安全基础考试知识点总结1.核安全是指在核设施设计、建造、运行、退役期间为保护工作人员、社会和环境免受可能的放射性危害所采取的技术和组织的综合措施。

核安全措施：1.保障所有设备正常运行，控制和减少对环境的放射性废物排放2.预防故障和事故的发生3.限制发生故障和事故的后果2.核安全的总目标：建立并维持一套有效措施，以保证工作人员、社会和环境免受放射性危害.辐射防护目标：确保在正常运行时核电厂以及核电厂释放出的放射性物质引起的辐射照射保持在合理可行尽量低的水平，并且低于规定的限值，还要确保事故引起的辐射照射的程度得到缓解。

技术安全目标：采取一切合理可行的措施防止核电厂事故，并在一旦发生事故时减轻其后果；对于在设计核电厂时考虑过的所有可能事故，包括概率很低的事故，要以高可信度保证任何放射性后果尽可能小并且低于限值；并保证有严重放射性后果的事故发生的概率极低。

3.核反应堆安全特性：强放射性,高温高压水,衰变余热4.核电厂安全对策：1.有效地控制反应性2.确保堆芯冷却3.包容放射性产物5.为什么要有反应堆安全设施：反应堆的运行中会产生大量的放射性物质，一旦发生严重的堆芯损坏事故，同时又发生一回路压力边界和安全壳破损情况，将有可能有大量的放射性物质释放到环境中，造成严重的环境污染6.控制反应性的手段：1.向堆芯插入或抽出中子吸收体2.改变均匀堆的燃料浓度3.移动反射层以改变中子泄露。

反应性控制的三种类型：紧急停堆控制,功率控制,补偿控制。

7.对反应堆功率控制有什么要求：1.应能及时调节反应堆功率，以适应外界负荷变化的要求，并建立新工况下的热工参数的稳态值2.应能改善核动力装置的过渡过程特性8.反应堆保护系统的功能：1.在反应堆启动和提升功率过程中，限制反应堆的功率增长的速率，保证反应堆的安全启动2.带功率运行中，限制反应堆的功率、温度、压力、水位和流量等参数变化，使反应堆运行在安全限度所允许的范围内，不发生热工事故和一回路压力边界损坏3.异常工况时，能执行保护反应堆的动作，立即消除事故隐患。

二）核安全相关法律法规 三）核安全专业实务 四）核安全案例分析第一章 原子核物理基础第二章 核反应堆工程基础第三章 核反应堆与核动力厂第四章 民用核安全设备基础知识第五章 核燃料循环设施第六章 核技术利用基础知识第七章 辐射防护基础第八章 IAEA提出的核基本安全原则第九章 核安全文化二）核安全相关法律法规第一部分 我国核安全法律法规概述第二部分 核安全重要的法律法规第三部分 与核安全有关的部门规章第四部分 核安全重要标准与管理文件第五部分 国际公约与相关文件三）核安全专业实务第一章 核安全监管概述第二章 核安全质量保证要求第三章 核设施厂址安全评价第四章 核动力厂的设计安全要求第五章 核动力厂的运行第六章 民用核安全设备质量监管要求第七章 核燃料循环设施核安全监督管理第八章 核材料管制与核设施实物保护第九章 核与辐射应急准备和响应及其监管第十章 放射性同位素和射线装置的核安全监管第十一章 放射性废物和核与辐射设施退役安全监管 第十二章 放射性物质运输安全监督管理第十三章 流出物排放控制第十四章 辐射环境监测四）核安全案例分析第一部分 案例分析第二部分 案例选编第一章 原子核物理基础第一节 原子和原子核的基本性质第二节 原子核的放射性第三节 核辐射射线及其与物质相互作用第四节 原子核反应第二章 核反应堆工程基础第一节 核裂变及核能的利用第二节 核反应堆的基本工作原理第三节 反应性与反应性的控制第四节 核反应堆内的释热与传热第三章 核反应堆与核动力厂第一节 核反应堆主要类型第二节 压水堆核电厂第三节 核动力厂使用的其他核反应堆堆型 第四节 新型压水反应堆第五节 研究堆第六节 反应堆及核动力装置的功率控制第七节 核反应堆保护系统第四章 民用核安全设备基础知识第一节 民用核安全设备的特殊性第二节 民用核安全设备的核安全分级要求 第三节 民用核安全设备标准规范第四节 民用核安全设备常用金属结构材料 第五节 主要民用核安全设备举例第五章 核燃料循环设施第一节 铀矿地质勘探第二节 铀矿开采第三节 铀矿提取和精制（纯化）第四节 铀化合物的转化第五节 铀浓缩第六节 燃料组件制造第七节 乏燃料及其后处理第六章 核技术利用基础知识第一节 辐射源第二节 常用放射源和同位素第三节 核反应堆和加速器生产放射性同位素 第四节 放射性同位素的应用第五节 射线装置的应用第六节 国内外核技术利用的发展状况第七章 辐射防护基础第一节 辐射防护的目的和任务第二节 辐射源种类、来源和水平第三节 辐射照射的分类第四节 电离辐射的生物效应第五节 辐射防护中使用的量及其单位第六节 实践和干预第七节 辐射防护的基本原则第八节 辐射防护剂量限值第九节 外照射防护与内照射防护的基本方法和技术 第十节 辐射防护监测第十一节 辐射防护大纲第八章 IAEA提出的核基本安全原则第一节 基本安全原则的提出第二节 基本安全原则的适用范围第三节 安全目标第四节 基本安全原则第九章 核安全文化第一节 核安全文化概述第二节 组织核安全文化的建设第三节 IAEA对单位核安全文化的评价方法第四节 推进核安全文化建设的良好实践二）核安全相关法律法规第一部分 我国核安全法律法规概述一、核安全法律法规的概述1）核安全的定义2）核安全法律体系3）核安全导则4）核安全管理文件5）核安全技术文件与标准二、核安全法律法规考试要求1）核与辐射安全有关法律考试要求2）国务院条例及其对应部门规章考试要求3）重要标准与管理文件考试要求第二部分 核安全重要的法律法规1）《中华人民共和国放射性污染防治法》2）《中华人民共和国民用核设施安全监督管理条例》3）《中华人民共和国核材料管制条例》4）《中华人民共和国核电厂核事故应急管理条例》5）《放射性同位素与射线装置安全和防护条例》6）《民用核安全设备监督管理条例》7）《放射性物品运输安全管理条例》8）《放射性废物安全管理条例》第三部分 与核安全有关的部门规章一、民用核设施安全监督管理类1）通用系列规章a）《民用核设施安全监督管理条例实施细则之一——核电厂安全许可证件的申请和颁发》b）《民用核设施安全监督管理条例实施细则之一附件一——核电厂操纵人员执照颁发和管理程序》c）《民用核设施安全监督管理条例实施细则之二——核设施安全监督》d）《民用核设施安全监督管理条例实施细则之二附件一——核电厂营运单位报告制度》e）《民用核设施安全监督管理条例实施细则之二附件二——研究堆营运单位报告制度》f）《民用核设施安全监督管理条例实施细则之二附件三——核燃料循环设施的报告制度》g）《民用核设施安全监督管理条例实施细则之三——研究堆安全许可证件的申请和颁发的规定》h）《核电厂核事故应急管理条例实施细则之一——核电厂营运单位的应急准备和应急响应》i）《核电厂质量保证安全规定》2）核电厂系列规章a）《核电厂厂址选择安全规定》b）《核电厂设计安全规定》c）《核电厂运行安全规定》d）《核电厂运行安全规定附件一——核电厂换料、修改和事故停堆管理》3）研究堆系列规章a）《研究堆设计安全规定》b）《研究堆运行安全规定》4）非堆核燃料循环设施系列规章a）《民用核燃料循环设施的安全规定》二、核材料管制类1）《核材料管制条例实施细则》三、民用核安全设备监督管理类1）《民用核安全设备设计制造和无损检验监督管理规定》 2）《民用核安全设备无损检验人员资格管理规定》3）《民用核安全设备焊工焊接操作工资格管理规定》4）《进口民用核安全设备监督管理规定》四、放射性物品运输安全管理类1）《放射性物品运输安全许可管理办法》2）关于发布《放射性物品分类和名录》（试行）的公告五、核技术利用监督管理类1）《放射性同位素与射线装置安全许可管理办法》2）关于修改《放射性同位素与射线装置安全许可管理办法》的决定3）《放射性同位素与射线装置安全和防护管理办法》4）《建设项目环境影响评价分类管理和名录》5）《放射源分类办法》6）《射线装置分类办法》六、放射性废物安全管理类1）《放射性废物安全监督管理规定》七、电磁辐射环境保护类1）《电磁辐射环境保护管理办法》第四部分 核安全重要标准与管理文件1）《注册核安全工程师执业资格制度暂行规定》2）关于发布《注册核安全工程师执业资格关键岗位名录》（第一批）的通知3）关于发布《民用核安全设备目录（第一批）》的通知4）《电离辐射防护与辐射源安全基本标准》（摘录）5）《核动力厂环境辐射防护规定》6）《放射性物质安全运输规程》7）《关于发布放射源编码规则的通知》8）《关于建立放射性同位素与射线装置辐射事故分级处理和报告制度的通知》9）《放射性废物分类标准》10）《核燃料循环放射性流出物归一化排放量管理限值》11）《电磁辐射防护规定》第五部分 国际公约与相关文件1）《核安全公约》2）《乏燃料管理安全和放射性废物管理安全联合公约》 3）《及早通报核事故公约》4）《核事故或辐射紧急援助公约》5）《核材料实物保护公约》6）《国际核与辐射事件分级（INES）使用手册》7）核与辐射安全有关的重要国际机构三）核安全专业实务第一章 核安全监管概述第一节 核能与核技术利用及其核安全监管第二节 纵深防御与核安全监管第三节 核安全许可制度第四节 其他一些核与辐射安全监管工作第二章 核安全质量保证要求第一节 与质量保证有关的专业术语第二节 质量管理和核电厂质量保证的形成和发展第三节 我国核设施质量保证法规的基本结构和规定的基本要求 第四节 我国核设施质量保证导则简介第五节 核设施质量保证体系的建立第六节 质量保证文件的编制第七节 质量保证大纲的管理及实施第八节 对质量保证的核安全审评第九节 对质量保证实施的核安全检查第三章 核设施厂址安全评价第一节 核电厂厂址安全评价综述第二节 核电厂厂址地震危险性评价第三节 核电厂厂址安全评价中的气象事件第四节 滨海和滨河核电厂址的洪水危害第五节 核电厂厂址评价和地基的岩土工程问题第六节 核电厂厂址评价的外部人为事件第七节 核电厂厂址评价的放射性物质流出物弥散和人口分布问题 第八节 放射性废物处置第四章 核动力厂的设计安全要求第一节 核动力厂安全目标第二节 纵深防御原则第三节 安全管理要求第四节 安全功能、安全分级和设计规范第五节 总的设计基准第六节 构筑物、系统和部件的可靠性设计第七节 辐射防护设计安全要求第八节 防火设计安全要求第九节 设计基准事故安全分析第十节 严重事故预防和缓解第十一节 概率安全分析及其在安全管理中的应用第五章 核动力厂的运行第一节 运行限值和条件第二节 核动力厂运行的安全管理第三节 核动力厂的在役检查和定期试验第六章 民用核安全设备质量监管要求第一节 民用核安全设备监管相关法规文件第二节 民用核安全设备及其资格许可制度第三节 进口民用核安全设备监管要求第四节 民用核安全设备活动监管要求第五节 民用核安全设备监管中的几个特殊问题第七章 核燃料循环设施核安全监督管理第一节 铀矿勘探、开采和加工的辐射安全监督问题第二节 核燃料加工、处理设施的辐射防护第三节 核燃料加工、处理设施的临界安全第四节 核燃料加工、处理设施的化学安全第八章 核材料管制与核设施实物保护第一节 核材料管制的目的、基本要求和采取的对策第二节 核材料衡算管理第三节 实物保护第四节 核材料管制的监督检查第九章 核与辐射应急准备和响应及其监管第一节 核事故与核事故应急第二节 我国核事故应急管理体制第三节 干预、干预原则与干预水平第四节 核事故应急状态、应急行动水平及应急响应第五节 核设施应急计划区第六节 核应急设施第七节 核应急响应能力的保持第八节 国务院核安全监管部门对应急准备与响应的监督 第九节 辐射事故及应急预案第十节 国际核与辐射事件分级表第十章 放射性同位素和射线装置的核安全监管第一节 放射性污染防治法的相关规定和要求第二节 放射性同位素和射线装置的核安全许可管理第三节 放射性同位素应用中的辐射防护第四节 射线装置应用中的辐射防护第五节 放射源使用、贮存的监督管理第六节 大型辐照装置的辐射监督管理第七节 核技术利用放射性废源返回生产厂家或送贮的政策 第八节 核技术利用废物贮存库场址选择的特点和基本要求 第十一章 放射性废物和核与辐射设施退役安全监管第一节 放射性废物管理指导思想和原则第二节 放射性废物的产生和分类第三节 低、中放废物的处理第四节 低、中放和极低废物的处置第五节 高放废物和α废物的处理与处置第六节 核设施与辐射设施退役前期准备第七节 核设施与辐射设施退役的实施第八节 核设施与辐射设施退役的管理第十二章 放射性物质运输安全监督管理第一节 放射性物品运输安全管理条例第二节 放射性物质安全运输规程第十三章 流出物排放控制第一节 流出物概述第二节 流出物中污染物分类第三节 流出物的来源第四节 流出物在环境中的转移、弥散途径第五节 控制流出物排放的原则第六节 流出物排放要求和排放准则第七节 流出物监测的基本要求第八节 流出物管控现状第九节 核动力厂严重事故及缓解放射性物质事故排放的措施 第十四章 辐射环境监测第一节 辐射环境监测的概述第二节 环境中放射性的背景状况第三节 辐射环境监测的管理第四节 辐射环境监测方法第五节 放射性本底调查与运行监测第六节 人为活动对环境放射性的影响的监测第七节 环境辐射监测的质量保证四）核安全案例分析第一部分 案例分析一、反应堆工程案例【案例1】某试验反应堆主泵故障事件【案例2】某核电厂硼稀释事件【案例3】二环路核电厂应急给水系统设计差错案例【案例4】压水堆核电厂二回路管线上大气释放阀安全设计案例【案例5】某游泳池反应堆的超功率保护停堆事件【案例6】Browns Ferry火灾二、铀（钍）矿与伴生放射性矿案例【案例1】铀矿通风不良导致的辐射超标事件【案例2】硝酸铀酰复合烧伤所致体内铀污染超剂量事件三、核燃料加工、处理与放射性物质运输案例【案例1】核燃料元件厂六氟化铀泄露事件【案例2】核燃料厂工作人员过量吸入PuO事件2【案例3】核燃料元件厂放射性物质大量释放事件【案例4】核燃料加工厂临界事件【案例5】核化工厂检修S-404剂量泵发生的喷料事件【案例6】废旧过滤器运输放射性物质泄漏污染事件【案例7】放射性物质运输铀泄露事件四、核技术应用案例【案例1】137Cs源跌落破损污染事件【案例2】226Ra源破损后造成大面积α污染事件【案例3】60Co放射源提升系统失灵引致的过量照射事件五、放射性废物管理与核设施退役案例【案例1】铀金属车屑自燃事件【案例2】铀屑桶被盗事件【案例3】高放浓缩液泄漏事件【案例4】弱放废水蒸残夜贮存罐泄漏事件【案例5】1AW二次废液泄露事件【案例6】南乌拉尔乏燃料后处理设施高放废液贮存罐爆炸事件【案例7】放射性废树脂固化体的溶胀破坏事件【案例8】沥青固化工厂着火爆炸事件【案例9】放射性废物焚烧炉过早报废事件【案例10】退役决策争议事件【案例11】退役废物过量事件六、核设施选址案例【案例1】核设施选址不当导致工程下马案例【案例2】厂址勘探缺陷及时补救措施的案例【案例3】地基施工不当案例【案例4】泥石流对核设施安全影响的案例【案例5】山区洪水淹没应急柴油发电机房事件【案例6】外部洪水引起内部水淹的时间七、质量保证案例【案例1】质量保证大纲文件不完整的案例【案例2】物项采购控制失误的案例【案例3】重复发生焊接不符合项的案例【案例4】调试中不满足质保要求带来不良后果的案例【案例5】焊接工艺过程控制失误，造成焊缝出现大量超标缺陷；缺陷处理不符合质保要求，导致无缺陷焊缝的质量不能确定的案例第二部分 案例选编【案例1】切尔诺贝利核电厂事故【案例2】三哩岛核电厂事故【案例3】某核电厂全部丧失安全厂用水事件【案例4】某实验反应堆燃料试验元件熔化事故【案例5】核电厂主给水系统隔离安全设计案例【案例6】美国Browns Ferry3控制棒插入故障案例【案例7】核燃料元件厂更换阀门引致六氟化铀泄漏事件【案例8】核燃料厂Pu(CO3)2夹带逸出事件【案例9】核燃料元件厂四氟化铀泄露事件【案例10】铀浓缩厂放射性物质泄露事件【案例11】核化工厂过量吸入硝酸钚事件【案例12】核化工厂二氧化钚洒落事件【案例13】核化工厂量槽间钚料液泄露事件【案例14】核燃料厂131I泄露事件【案例15】核燃料厂运输废旧过滤器跌落事件【案例16】核化工厂1A槽泄露事件【案例17】核化工厂铀线设备间泄漏事件【案例18】放射性同位素运输中丢失32P事件【案例19】放射性KCI样品运输中的表面污染事件【案例20】放射性废物运输中的表面污染事件【案例21】美国橡树岭Y-12工厂的意外临界事件【案例22】美国汉福特Recuplex工厂的意外临界事件 【案例23】美国伍德河杰克逊工厂意外临界事件【案例24】英国温茨凯尔工厂的意外临界事件【案例25】美国爱达荷化学处理厂的意外临界事件【案例26】法国皮埃尔拉特的UF6释放事件【案例27】美国汉福特钚处理工厂的火灾事件【案例28】英国温茨凯尔工厂“首端”厂房中事件【案例29】美国萨凡纳河工厂的爆炸和火灾事件【案例30】意外γ辐射源照射事件【案例31】137Cs源破损所致污染事件【案例32】丢失226Ra放射源事件【案例33】60Co射线机源脱出事件【案例34】60Co放射源意外照射事件【案例35】电子束致右手急性皮肤损伤【案例36】热室检修人员误受60Co源超剂量照射事件【案例37】镭源破漏事件【案例38】电子束致左手急性皮肤损伤【案例39】误受60Co源超剂量照射事件【案例40】EPS辐射事件【案例41】核燃料元件厂蒸发池跑水事件【案例42】改变UO富集度导致临界事件2【案例43】铀金属车屑自燃事件【案例44】核化工厂强放废液喷出污染事件【案例45】核化工厂1AW废液泄露事件【案例46】核化工厂生产下水污染事件【案例47】汉福特核基地40年代131I的强释放【案例48】通风不良导致氡及氡子体浓度超标事件【案例49】英国乏燃料贮存火灾事件【案例50】认定后更改地震等级事件【案例51】雷击造成全场断电事件【案例52】厂址地基不均匀沉降事件【案例53】新的设计要求未能落实造成不符合项的事件【案例54】未认真执行质保大纲使产品鉴定无效事件 【案例55】设备组装作业程序疏漏造成组装返工的事件 【案例56】质保记录不符合要求而不能成为质量的客观证据的事件【案例57】质保内、外监查不符合质保监查要求的事件【案例58】管理部门审查流于形式未起到应有作用的事件 【案例59】设计错误致使交工后还要大量返工的事件【案例60】监督和验收不力致使产品存在的严重问题到安装时才发现的事件。

2013年注册核安全工程师-综合知识-第四章复习要点核安全综合知识（新）第四章复习要点教材内容要点第一节民用核安全设备的特殊性民用核安全设备在设计、制造、质量控制和监管等方面有一系列有别于常规工业产品的特殊要求：1、设计基准的确定原则不同。

2、所有应用于设计和设计验证的计算分析软件和验证设施（试验台架、回路等）均需通过国家核安全监管部门的认可。

3、所有核安全设备必须通过根据相关要求进行设备鉴定方可用于民用核设施中。

4、在核安全设备的设计、制造、安装、焊接和无损检验等活动中必须采用成熟的且经过验证的技术或工艺。

5、所有从事核安全设备的设计、制造、安装和无损检验的单位必须依据HAF601或HAF604的相关规定取得资格许可。

从事核安全设备的无损检验和焊接的个人也必须按照HAF602或HAF603的相关规定取得资格。

6、所有从事核安全设备的设计、制造、安装和无损检验的单位都必须建立和实施满足核安全法规HAF003等要求的质量保证体系，并且所有核安全相关活动都必须置于该质量保证体系的有效控制之下。

7、所有核安全设备的相关活动，包括设计、制造、安装、试验、运行、在役检查、维修和退役等都必须在国家核安全监管部门的监督下实施，处于严格的受控状态。

8、对于具体设备而言，核电站核岛主设备：反应堆压力容器(压力壳)、蒸汽发生器、稳压器等部件，除考虑相应工作温度、压力条件外，还需考虑冷却剂腐蚀、核裂变中子辐照、冷却剂冲刷及冲刷引起的振动等恶劣环境长期工作40-60年，安全性要求极为严格10、满足标准，《民用核安全设备监督管理条例》（国务院第500号令）规定第二节民用核安全设备的核安全分级要求1设备分为核安全1级、核安全2级、核安全3级和非核安全级。

2核安全电气设备的分级是根据支持功能的安全重要性将电气设备分成1E级（安全级）和非1E级（非安全级）两个级别。

支承件的核安全级别是由主体设备确定的。

例如，核安全1级设备的支承件也是核安全1级。

核安全基本理论知识首先，核安全的基本理论知识包括核辐射的性质和影响。

核辐射是指核裂变、核衰变及相应的能量释放过程中所产生的粒子和波动。

这些辐射对人体和环境都具有一定的危害，因此必须采取措施来减少核辐射对人类和环境的影响。

其次，核安全的基本理论知识还包括核反应堆的设计和运行原理。

核反应堆是核能利用的基本设施，其设计和运行原理是核安全的基石。

了解核反应堆的设计和运行原理，有助于科学地评估和控制核反应堆的安全性。

此外，核安全的基本理论知识还包括核材料的处理和运输。

核材料是核能利用的关键资源，其处理和运输必须严格遵守安全规定，以防止核材料的泄露和滥用。

最后，核安全的基本理论知识还包括核事故的应急预案和应对措施。

核事故一旦发生，将对人类和环境产生严重影响，因此必须制定科学的应急预案和应对措施，以最大限度地减少核事故的影响。

总之，核安全的基本理论知识是确保核能利用安全的基础，了解这些知识对于保障全球核安全势在必行。

在今后的工作中，我们应该不断地深化对核安全基本理论知识的理解，加大核安全领域的研发力度，进一步提高核安全水平，确保核辐射和核材料的安全利用。

核安全是维护世界和平与稳定的重要组成部分，核安全的基本理论知识是确保核能利用安全的基础。

核安全的概念早在20世纪50年代末就已提出，经过多年的实践和理论研究，形成了一系列基本理论知识，这些知识涉及核辐射的性质和影响、核反应堆的设计和运行原理、核材料的处理和运输、核事故的应急预案和应对措施等多个方面。

首先，核辐射的性质和影响是核安全领域的基本理论知识之一。

核辐射是指核裂变、核衰变及相应的能量释放过程中所产生的粒子和波动。

核辐射对人体和生物体具有一定的危害，可能导致细胞损伤、基因突变、癌症等，还会对环境造成不可逆转的影响。

因此，认识核辐射的性质和影响，采取相应的防护措施是确保核安全的重要基础。

其次，核反应堆的设计和运行原理也是核安全领域的基本理论知识。

核反应堆是核能利用的主要设施，其设计和运行原理直接关系到核安全的水平。